RU2200997C2 - Method for producing molybdenum radioisotope - Google Patents
Method for producing molybdenum radioisotope Download PDFInfo
- Publication number
- RU2200997C2 RU2200997C2 RU2001100541A RU2001100541A RU2200997C2 RU 2200997 C2 RU2200997 C2 RU 2200997C2 RU 2001100541 A RU2001100541 A RU 2001100541A RU 2001100541 A RU2001100541 A RU 2001100541A RU 2200997 C2 RU2200997 C2 RU 2200997C2
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- radioisotope
- reactor
- layer
- screen
- fuel assembly
- Prior art date
Links
Abstract
Description
Область техники
Изобретение относится к реакторной технологии получения радиоизотопов.Technical field
The invention relates to a reactor technology for producing radioisotopes.
Настоящее изобретение может быть использовано для производства радиоизотопа молибден-99, являющегося основой для создания радиоизотопных генераторов технеция-99m, нашедших широкое применение в ядерной медицине для диагностических целей. The present invention can be used to produce the molybdenum-99 radioisotope, which is the basis for the creation of technetium-99m radioisotope generators, which are widely used in nuclear medicine for diagnostic purposes.
Предшествующий уровень техники
Благодаря большому разнообразию радиоизотопов с их помощью можно изучать и лечить любую систему организма человека: кровеносную, дыхательную, сердечно-сосудистую, пищеварительную, водно-солевого обмена, головной и спинной мозг. С помощью радиоизотопов можно выявить объемные процессы: опухоли и метастазы, воспалительные очаги [Работнов Н. "Радиационная фармакология - революция в здравоохранении". // Ядерное общество, 2-3, сентябрь 1999, с. 35-38]. Производство медицинских радиоизотопов превратилось в важную отрасль индустрии, на которую приходится более 50% годового производства радиоизотопов во всем мире. О масштабах использования радиоизотопов в медицине говорит например тот факт, что сегодня каждый четвертый пациент, обращающийся в США в поликлинику, и каждый третий, поступающий в больницу, направляется на диагностические и терапевтические процедуры с использованием радиоактивных изотопов. Общее число таких процедур составляет десятки миллионов в год.State of the art
Due to the wide variety of radioisotopes, they can be used to study and treat any system of the human body: circulatory, respiratory, cardiovascular, digestive, water-salt metabolism, brain and spinal cord. Using radioisotopes, one can identify volumetric processes: tumors and metastases, inflammatory foci [Rabnov N. "Radiation pharmacology - a revolution in healthcare". // Nuclear Society, 2-3, September 1999, p. 35-38]. The production of medical radioisotopes has become an important industry sector, which accounts for more than 50% of the annual production of radioisotopes worldwide. The scale of the use of radioisotopes in medicine is evidenced, for example, by the fact that today one in four patients who go to the polyclinic in the USA and one in three who go to the hospital are referred for diagnostic and therapeutic procedures using radioactive isotopes. The total number of such procedures is tens of millions per year.
Радиоизотоп молибден-99 - основа для создания радиоизотопных генераторов технеция-99m. Это один из наиболее популярных генераторов. Широкое применение технеция-99m объясняется сочетанием его ядерных свойств, которое обуславливает его преимущество перед многими короткоживущими радиоизотопами. Энергия γ-излучения (0.140 МэВ) обеспечивает достаточную проникающую способность, излучение хорошо коллимируется, а отсутствие в нем β-частиц и короткий период полураспада (6.049 ч) значительно уменьшают дозу облучения пациентов при использовании технеция-99m в медико-биологических исследованиях [Соколов В.А. Генераторы короткоживущих радиоактивных изотопов. - М.: Атомиздат, 1975, с. 19] . Последнее обстоятельство позволяет применять в медицинских исследованиях относительно большое количество изотопа, что обеспечивает надежность и точность получаемых результатов, уменьшает время диагностирования пациента. Технеций-99m принадлежит к числу изотопов, обладающих наименьшей радиотоксичностью. The molybdenum-99 radioisotope is the basis for the creation of technetium-99m radioisotope generators. This is one of the most popular generators. The widespread use of technetium-99m is due to a combination of its nuclear properties, which determines its advantage over many short-lived radioisotopes. The energy of γ-radiation (0.140 MeV) provides sufficient penetrating power, the radiation collimates well, and the absence of β particles in it and a short half-life (6.049 h) significantly reduce the patient dose when using technetium-99m in biomedical research [Sokolov V .A. Generators of short-lived radioactive isotopes. - M .: Atomizdat, 1975, p. 19] . The latter circumstance makes it possible to use a relatively large amount of isotope in medical research, which ensures the reliability and accuracy of the results obtained, reduces the time for diagnosing a patient. Technetium-99m is one of the isotopes with the least radiotoxicity.
Известен реакторный способ получения молибдена-99, основанный на реакции радиационного захвата 98Мo (n, γ) 99Mo [Тарасов Н.Ф. "Состояние и проблемы отечественной радиофармацевтики". Медицинская радиология, 1989, т.34. No 6, с. 3-8] . В этом способе мишень, содержащую естественный или обогащенный по изотопу 98Мо молибден облучают в потоке нейтронов ядерного реактора, а затем подвергают радиохимической переработке. Способ удобен тем, что при его реализации практически отсутствуют радиоактивные отходы. Однако он имеет низкую производительность, а получаемый молибден-99 характеризуется низкой удельной активностью из-за присутствия в конечном продукте изотопного носителя, что накладывает ограничение на использование молибдена такого качества в адсорбционных генераторах. Как следствие, этот способ не нашел широкого применения, не устраивая радиофармацевтическую промышленность развитых стран.Known reactor method for producing molybdenum-99, based on the reaction of radiation capture 98 Mo (n, γ) 99 Mo [Tarasov N.F. "The state and problems of domestic radiopharmaceuticals." Medical Radiology, 1989, v. 34. No 6, p. 3-8]. In this method, a target containing natural or isotopically enriched 98 Mo molybdenum is irradiated in a neutron flux of a nuclear reactor, and then subjected to radiochemical processing. The method is convenient because in its implementation there are practically no radioactive waste. However, it has low productivity, and the resulting molybdenum-99 is characterized by low specific activity due to the presence of an isotopic carrier in the final product, which imposes a limitation on the use of molybdenum of this quality in adsorption generators. As a result, this method did not find wide application without arranging the radiopharmaceutical industry of developed countries.
За прототип выбран реакторный способ получения осколочного молибдена-99, основанный на реакции деления ядра урана-235 под действием нейтронов [Соколов В.А. Генераторы короткоживущих радиоактивных изотопов. - М.: Атомиздат, 1975, с.19-36]. В этом способе мишень, содержащую, как правило, двуокись урана с обогащением по изотопу уран-235 до 90% и выше, облучают в потоке нейтронов ядерного реактора, а затем перерабатывают одним из традиционных радиохимических способов, в основе которых лежат процессы экстракции и хроматографии. Выделенный из продуктов деления радиоизотоп молибден-99 обладает высокой удельной активностью, что имеет важное значение при изготовлении изотопных генераторов технеция-99m. For the prototype, a reactor method for producing molybdenum-99 fragment fragment based on the fission reaction of uranium-235 nucleus under the influence of neutrons was selected [V. Sokolov. Generators of short-lived radioactive isotopes. - M .: Atomizdat, 1975, p.19-36]. In this method, a target containing, as a rule, uranium dioxide enriched in the uranium-235 isotope to 90% and above, is irradiated in the neutron flux of a nuclear reactor, and then processed using one of the traditional radiochemical methods based on extraction and chromatography. The molybdenum-99 radioisotope isolated from fission products has a high specific activity, which is important in the manufacture of technetium-99m isotope generators.
Основной недостаток этого способа состоит в том, что работа с продуктами деления требует дорогостоящего оборудования и специальных помещений и, самое главное, решения вопроса о захоронении большого количества радиоактивных отходов, поскольку при делении ядра урана помимо молибдена-99 образуются сопутствующие осколки, суммарная активность которых значительно превышает активность целевого радиоизотопа. Вопросы экологии и проблема обращения с долгоживущими радиоактивными отходами являются главными сдерживающими факторами при попытке расширенного производства радиоизотопа молибдена-99 указанным способом. The main disadvantage of this method is that working with fission products requires expensive equipment and special facilities and, most importantly, solving the issue of the burial of a large amount of radioactive waste, since during fission of the uranium nucleus, in addition to molybdenum-99, accompanying fragments are formed, the total activity of which is significantly exceeds the activity of the target radioisotope. Environmental issues and the problem of managing long-lived radioactive waste are the main constraints when trying to expand the production of the molybdenum-99 radioisotope in this way.
Раскрытие изобретения
В основу изобретения положено требование снижения количества радиоактивных отходов производства радиоизотопа молибден-99 при сохранении его высокой удельной активности, уменьшения суммарной активности в технологической цепочке радиохимической переработки облученного ядерного топлива, упрощения проблемы утилизации и захоронения долгоживущих радиоактивных отходов.Disclosure of Invention
The basis of the invention is the requirement to reduce the amount of radioactive waste produced by the molybdenum-99 radioisotope while maintaining its high specific activity, reducing the total activity in the process chain of radiochemical processing of irradiated nuclear fuel, simplifying the problem of disposal and disposal of long-lived radioactive waste.
Поставленная задача решена тем, что в способе получения радиоизотопа молибден-99, включающем облучение мишени нейтронами в ядерном реакторе и последующее удаление целевого радиоизотопа, в качестве мишени используют твердый слой делящегося материала, нанесенный на металлическую подложку и размещенный непосредственно в топливной сборке реактора, где под действием нейтронного облучения образуются осколки деления, часть из которых за счет энергии отдачи покидает этот слой и имплантируется в экран - элемент топливной сборки, который после накопления в нем заданного количества молибдена-99 вместе с топливной сборкой удаляют из реактора, сборку разбирают и экран направляют на радиохимическую переработку для выделения целевого радиоизотопа. The problem is solved in that in the method for producing the molybdenum-99 radioisotope, which includes irradiating the target with neutrons in a nuclear reactor and then removing the target radioisotope, a solid layer of fissile material deposited on a metal substrate and placed directly in the reactor fuel assembly, where neutron irradiation produces fission fragments, some of which, due to the recoil energy, leave this layer and are implanted into the screen - an element of the fuel assembly, which after the accumulation in it of a given amount of molybdenum-99 together with the fuel assembly is removed from the reactor, the assembly is disassembled and the screen is sent for radiochemical processing to isolate the target radioisotope.
Твердый слой делящегося материала применяют многократно в составе топливных сборок для наработки целевого радиоизотопа. A solid layer of fissile material is used repeatedly in the fuel assemblies for the production of the target radioisotope.
В качестве делящегося материала может быть использован уран-233, и/или уран-235, и/или уран-238, и/или плутоний-238 и/или другие трансурановые элементы. Uranium-233, and / or uranium-235, and / or uranium-238, and / or plutonium-238 and / or other transuranium elements can be used as fissile material.
Облучение слоя делящегося материала проводят в активной зоне исследовательского или энергетического ядерного реактора с тепловым спектром нейтронов. The fissile material layer is irradiated in the core of a research or nuclear power reactor with a thermal neutron spectrum.
Ионной имплантацией (ионное внедрение) называют внедрение посторонних (примесных) атомов внутрь твердого тела путем бомбардировки его ускоренными ионами. Известно, что образующиеся в акте деления тяжелый и легкий осколки обладают энергией около 70 и 100 МэВ соответственно и значительным электрическим зарядом. На большей части пути осколок деления теряет свою энергию в основном вследствие ионизации атомов решетки топлива. Средний пробег осколка зависит от свойств тормозящего вещества. Для наиболее распространенного вида ядерного топлива диоксида урана UO2 пробег составляет 6 и 9 мкм для тяжелого и легкого осколков соответственно [Дегальцев Ю.Г., Пономарев-Степной Н.Н., Кузнецов В.Ф. Поведение высокотемпературного ядерного топлива при облучении. - М. : Энергоатомиздат, 1987, с. 103]. Имеются и другие оценки величины пробега осколков Кr и Хе - до 20 мкм [Чечеткин Ю.В., Якшин Е.К., Ещеркин В. М. Очистка радиоактивных газообразных отходов АЭС. - М.: Энергоатомиздат, 1986, с. 31].Ion implantation (ion implantation) is the introduction of extraneous (impurity) atoms into a solid by bombarding it with accelerated ions. It is known that the heavy and light fragments formed in the fission act have energies of about 70 and 100 MeV, respectively, and a significant electric charge. On most of the path, the fission fragment loses its energy mainly due to the ionization of the atoms of the fuel lattice. The average range of a fragment depends on the properties of the inhibitory substance. For the most common type of nuclear fuel, uranium dioxide UO 2 mileage is 6 and 9 microns for heavy and light fragments, respectively [Degaltsev Yu.G., Ponomarev-Stepnoy NN, Kuznetsov V.F. The behavior of high-temperature nuclear fuel during irradiation. - M.: Energoatomizdat, 1987, p. 103]. There are other estimates of the mean free path of Kr and Xe fragments - up to 20 μm [Chechetkin Yu.V., Yakshin E.K., Escherkin V. M. Purification of radioactive gaseous waste from nuclear power plants. - M .: Energoatomizdat, 1986, p. 31].
Осколок, вылетающий из делящегося слоя, обладает остаточной кинетической энергией, достаточной для внедрения, например, в поверхность конструкционного материала топливной сборки или специального экрана, представляющего собой металлическую пластину, установленную в непосредственной близости от делящегося слоя, толщина которой превышает длину пробега осколка в материале экрана. Сегодня в технологии модификации поверхности твердого тела методом ионной имплантации используются ускоренные частицы с энергией не более нескольких десятков кэВ. При этом ионы прочно удерживаются в поверхностном слое материала и остаются в нем сколь угодно долго. Удалить их можно, например, с помощью механической обработки поверхности или химическими методами травления. A fragment flying out of the fissile layer has sufficient kinetic energy to penetrate, for example, the surface of the structural material of the fuel assembly or a special screen, which is a metal plate mounted in the immediate vicinity of the fissile layer, the thickness of which exceeds the mean free path of the fragment in the screen material . Today, accelerated particles with an energy of not more than several tens of keV are used in the technology of modifying the surface of a solid by ion implantation. In this case, the ions are firmly held in the surface layer of the material and remain in it for an arbitrarily long time. They can be removed, for example, by mechanical surface treatment or by chemical etching.
Прочность делящегося слоя, нанесенного на несущую металлическую подложку, при обеспечении соответствующего теплоотвода, соизмерима с механической прочностью топлива реактора, поэтому ресурс работы такого покрытия будет приближаться к ресурсу работы тепловыделяющих сборок реактора. Охлаждение делящегося слоя и экрана обеспечивается рабочим теплоносителем реактора. Уровень тепловыделения в делящемся слое будет определяться массой урана-235 и при оптимальных геометрических параметрах топливной сборки не превысит нескольких десятков киловатт, что составит малую величину в сравнении с энерговыделением штатной тепловыделяющей сборки исследовательского и, тем более, энергетического реактора. The strength of the fissile layer deposited on the supporting metal substrate, while providing the appropriate heat sink, is commensurate with the mechanical strength of the reactor fuel, so the service life of such a coating will approach the service life of the reactor fuel assemblies. The cooling of the fissile layer and screen is provided by the working coolant of the reactor. The level of heat in the fissile layer will be determined by the mass of uranium-235 and, with optimal geometrical parameters of the fuel assembly, will not exceed several tens of kilowatts, which will be small in comparison with the energy released by the standard fuel assembly of the research and, especially, energy reactor.
Технология нанесения тонких покрытий из делящихся материалов хорошо известна в атомной промышленности. В частности, камеры деления, используемые для измерения нейтронных потоков в активной зоне реактора или отражателе, изготавливают методами электрохимического осаждения. Длительный опыт их эксплуатации свидетельствует о высокой прочности покрытий, сохраняющих свою целостность в течение всей топливной компании реактора. The technology for applying thin coatings of fissile materials is well known in the nuclear industry. In particular, the fission chambers used to measure neutron fluxes in the reactor core or reflector are made by electrochemical deposition methods. Long experience in their operation indicates the high strength of coatings that maintain their integrity throughout the entire fuel company of the reactor.
Таким образом, топливная сборка с делящимся слоем и сменным экраном будет иметь длительный срок службы, что неизбежно приведет к снижению топливной составляющей затрат на производство радиоизотопа молибден-99. В используемой в настоящее время технологии извлечения осколка молибден-99 из облученного топлива уран-235, как правило, не возвращается в топливный цикл, а утилизируется вместе с другими осколками деления. Thus, a fuel assembly with a fissile layer and a replaceable screen will have a long service life, which will inevitably lead to a decrease in the fuel component of the cost of producing the molybdenum-99 radioisotope. In the currently used technology for extracting a molybdenum-99 fragment from irradiated fuel, uranium-235, as a rule, does not return to the fuel cycle, but is disposed of together with other fission fragments.
В качестве примера реализации предложенного способа рассмотрим следующий вариант реакторного устройства. As an example of the implementation of the proposed method, consider the following version of the reactor device.
Пример 1. Топливная сборка в исследовательском реакторе ИР-8. Example 1. Fuel assembly in the research reactor IR-8.
Активная зона реактора "ИР-8" состоит из 16 тепловыделяющих сборок (ТВС) типа ИРТ-ЗМ. Длина активной части ТВС 580 мм, содержание урана 235U - 90 грамм, а его обогащение - 90%.The active zone of the IR-8 reactor consists of 16 fuel assemblies (FAs) of the IRT-3M type. The length of the active part of the fuel assembly is 580 mm, the uranium content of 235 U is 90 grams, and its enrichment is 90%.
Боковая поверхность активной зоны окружена слоями металлического бериллия толщиной 300 мм, причем внутренние слои сменные. Использование бериллия позволяет уменьшить объем активной зоны и получить в отражателе максимальную плотность нейтронов. The lateral surface of the core is surrounded by layers of metallic beryllium with a thickness of 300 mm, and the inner layers are interchangeable. The use of beryllium allows to reduce the volume of the active zone and to obtain the maximum neutron density in the reflector.
Основные параметры реактора "ИР-8" следующие:
- мощность, МВт - 8
- площадь поверхности теплоотдачи, м2 - 21.9
- средняя тепловая нагрузка, кВт/м2 - 344
- температура воды на входе (выходе) из активной зоны, oС - 47.5 (54.5)
- объем активной зоны, л - 47.4
- масса 235U в активной зоне, кг - 4.35
- максимальная плотность потока тепловых нейтронов, х 1014 нейтрон/(см2•с):
в активной зоне - 3.0
в заполненных водой отверстиях сменных бериллиевых блоков отражателя - 2.5
На чертеже изображена топливная сборка для наработки Мо-99, где 1 - труба; 2 - напыленный слой урана-235; 3 - экран; 4, 7, 10 - уплотнения; 5, 6 - гайки; 8 - клапан. Топливную сборку размещают в активной зоне реактора "ИР-8" вместо одной из штатных тепловыделяющих сборок или в отражателе ядерного реактора, в котором поддерживают условия протекания реакции деления. Металлическая тонкостенная труба 1, выполненная из коррозионно-устойчивого материала, является составной частью сборки и служит подложкой, на внешней стороне которой нанесен слой 2 металлического урана 235U 90% обогащения. Толщина слоя не превышает 5-7 мкм, что обеспечивает высокий удельный выход осколков при облучении нейтронами в реакторе. Внутренняя поверхность трубы охлаждается водой системы охлаждения реактора.The main parameters of the IR-8 reactor are as follows:
- power, MW - 8
- heat transfer surface area, m 2 - 21.9
- average heat load, kW / m 2 - 344
- water temperature at the entrance (exit) from the core, o С - 47.5 (54.5)
- core volume, l - 47.4
- weight 235 U in the core, kg - 4.35
- maximum flux density of thermal neutrons, x 10 14 neutron / (cm 2 • s):
in the core - 3.0
in water-filled holes of replaceable beryllium reflector blocks - 2.5
The drawing shows a fuel assembly for operating time Mo-99, where 1 is a pipe; 2 - sprayed layer of uranium-235; 3 - screen; 4, 7, 10 - seals; 5, 6 - nuts; 8 - valve. The fuel assembly is placed in the active zone of the IR-8 reactor instead of one of the standard fuel assemblies or in the reflector of a nuclear reactor in which the fission reaction conditions are maintained. A thin-walled metal pipe 1 made of a corrosion-resistant material is an integral part of the assembly and serves as a substrate on the outer side of which a layer 2 of 235 U 90% metal enrichment is deposited. The layer thickness does not exceed 5–7 μm, which ensures a high specific yield of fragments upon irradiation with neutrons in the reactor. The inner surface of the pipe is cooled by the water of the reactor cooling system.
На определенном расстоянии от трубы 1 коаксиально по всей высоте расположен цилиндрический экран 3 из коррозионно-стойкого материала, в который в процессе работы реактора имплантируются осколки деления, в том числе и целевой радиоизотоп. Зазор между трубой 1 и экраном 3 составляет ~20 мм и определяется исходя из вероятностного распределения энергии осколков деления и длины пробега в материале экрана. Наружная поверхность экрана развита за счет оребрения для улучшения условий теплосъема при охлаждении водой из системы охлаждения реактора. At a certain distance from the pipe 1, a cylindrical screen 3 of corrosion-resistant material is located coaxially over its entire height, into which fission fragments, including the target radioisotope, are implanted during the operation of the reactor. The gap between the pipe 1 and the screen 3 is ~ 20 mm and is determined based on the probability distribution of the energy of fission fragments and the path length in the material of the screen. The outer surface of the screen is developed due to fins to improve the conditions of heat removal during cooling with water from the reactor cooling system.
Торцы трубы 1 и радиатора 3 выполнены так, чтобы при сборке обеспечить герметичность объема между этими элементами. Герметичность достигается за счет поджатия уплотнений 4 из резины на основе фторкаучука гайками 5 резьбовых соединений. Объем между трубой 1 и радиатором 3 заполняется инертным газом, например аргоном. The ends of the pipe 1 and radiator 3 are made so that during assembly to ensure the integrity of the volume between these elements. Tightness is achieved by preloading the rubber seals 4 based on fluorine rubber with nuts 5 of the threaded joints. The volume between the pipe 1 and the radiator 3 is filled with an inert gas, for example argon.
Для предварительной откачки объема и последующего заполнения инертным газом предусматривается золотниковый клапан 8. For preliminary pumping of the volume and subsequent filling with inert gas, a spool valve 8 is provided.
Габаритные размеры топливного канала выбраны такими же, как и ТВС реактора "ИР-8". Кроме того, конструктивное исполнение предусматривает элементы, обеспечивающие загрузку и извлечение предлагаемой сборки из реактора без применения дополнительных приспособлений и устройств. The overall dimensions of the fuel channel are selected to be the same as the fuel assemblies of the IR-8 reactor. In addition, the design provides elements for loading and extracting the proposed assembly from the reactor without the use of additional devices and devices.
Предлагаемый способ получения радиоизотопа молибден-99 осуществляют следующим образом. The proposed method for producing a radioisotope molybdenum-99 is as follows.
Топливную сборку собирают из элементов. Для этого трубу 1 с нанесенным на наружную поверхность способом электрохимического осаждения слоем двуокиси урана 2 устанавливают в цилиндрический экран 3. С помощью резьбового соединения уплотнение 4 поджимается гайкой 5, образуя герметичное соединение трубы 1 и экрана 3 в нижней части сборки. The fuel assembly is assembled from elements. To do this, pipe 1 with the uranium dioxide layer 2 deposited on the outer surface by an electrochemical deposition method is installed in a cylindrical screen 3. Using a threaded connection, the seal 4 is pressed by nut 5, forming a tight connection between pipe 1 and screen 3 in the lower part of the assembly.
Герметичность верхней части сборки достигается за счет поджатия гайкой 6 уплотнения 7. The tightness of the upper part of the assembly is achieved by tightening the seal 7 with the nut 6.
Замкнутый объем, образованный наружной поверхностью трубы 1 и внутренней поверхностью цилиндрического экрана 3, через золотниковый клапан 8 откачивается форвакуумным насосом, а после откачки объем заполняется аргоном до давления несколько десятых долей ати. The closed volume formed by the outer surface of the pipe 1 and the inner surface of the cylindrical screen 3 is pumped out via the spool valve 8 by a foreline pump, and after evacuation, the volume is filled with argon to a pressure of several tenths of a psi.
Золотниковый клапан 8 установлен в верхней части экрана 3 с уплотнениями 9, 10, обеспечивающими герметичность соединения как при подготовке к работе, так и в процессе наработки радиоизотопа. The spool valve 8 is installed in the upper part of the screen 3 with seals 9, 10, which ensure the tightness of the connection both in preparation for operation and in the process of operating the radioisotope.
Собранную таким образом топливную сборку загружают в канал реактора. The fuel assembly thus assembled is loaded into the reactor channel.
После окончания цикла наработки радиоизотопа, продолжительность которого составит 5 суток, сборку удаляют из активной зоны реактора и направляют в "горячую камеру". Экран 3 извлекают из сборки и направляют на радиохимическую переработку для выделения целевого радиоизотопа, а трубу 1, с нанесенным на нее ранее слоем металлического урана 2, в сборе с новым экраном вновь используют для производства радиоизотопа по предлагаемому способу. After the end of the operating cycle of the radioisotope, the duration of which will be 5 days, the assembly is removed from the reactor core and sent to the "hot chamber". Screen 3 is removed from the assembly and sent for radiochemical processing to isolate the target radioisotope, and pipe 1, with a previously deposited layer of uranium metal 2, assembled with a new screen is again used to produce the radioisotope according to the proposed method.
Предложенный способ получения радиоизотопа молибден-99 позволяет значительно снизить количество радиоактивных отходов в технологическом процессе, при сохранении высокой удельной активности целевого 5 радиоизотопа по сравнению со способом, выбранным за прототип, повысить эффективность использования делящегося материала, что приведет к снижению его оборота в обширной сети существующих производств молибдена-99. The proposed method for producing the molybdenum-99 radioisotope can significantly reduce the amount of radioactive waste in the process, while maintaining a high specific activity of the target 5 radioisotope compared with the method selected for the prototype, to increase the efficiency of the use of fissile material, which will reduce its turnover in an extensive network of existing production of molybdenum-99.
Claims (4)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2001100541A RU2200997C2 (en) | 2001-01-10 | 2001-01-10 | Method for producing molybdenum radioisotope |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2001100541A RU2200997C2 (en) | 2001-01-10 | 2001-01-10 | Method for producing molybdenum radioisotope |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2001100541A RU2001100541A (en) | 2003-01-20 |
| RU2200997C2 true RU2200997C2 (en) | 2003-03-20 |
Family
ID=20244500
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2001100541A RU2200997C2 (en) | 2001-01-10 | 2001-01-10 | Method for producing molybdenum radioisotope |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2200997C2 (en) |
Cited By (6)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2490737C1 (en) * | 2012-03-29 | 2013-08-20 | Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" | Method for obtaining molybdenum-99 radioisotope |
| RU2494484C2 (en) * | 2008-05-02 | 2013-09-27 | Шайн Медикал Текнолоджис, Инк. | Production device and method of medical isotopes |
| RU2588594C1 (en) * | 2015-06-15 | 2016-07-10 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" | Method of producing nanostructured target for producing molybdenum-99 radioisotopes |
| US10115491B2 (en) | 2013-05-23 | 2018-10-30 | Canadian Light Source Inc. | Production of molybdenum-99 using electron beams |
| RU2708226C2 (en) * | 2014-12-29 | 2019-12-05 | ТерраПауэр, ЭлЭлСи | Separations performed with respect to target device |
| RU2765427C2 (en) * | 2017-02-24 | 2022-01-31 | БВКсТ ИЗОТОП ТЕКНОЛОДЖИ ГРУП, ИНК. | Irradiation targets for producing radioisotopes |
Families Citing this family (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CA2816453C (en) * | 2013-05-23 | 2019-09-17 | Canadian Light Source Inc. | Production of molybdenum-99 using electron beams |
-
2001
- 2001-01-10 RU RU2001100541A patent/RU2200997C2/en not_active IP Right Cessation
Cited By (7)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2494484C2 (en) * | 2008-05-02 | 2013-09-27 | Шайн Медикал Текнолоджис, Инк. | Production device and method of medical isotopes |
| RU2490737C1 (en) * | 2012-03-29 | 2013-08-20 | Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" | Method for obtaining molybdenum-99 radioisotope |
| US10115491B2 (en) | 2013-05-23 | 2018-10-30 | Canadian Light Source Inc. | Production of molybdenum-99 using electron beams |
| RU2708226C2 (en) * | 2014-12-29 | 2019-12-05 | ТерраПауэр, ЭлЭлСи | Separations performed with respect to target device |
| RU2588594C1 (en) * | 2015-06-15 | 2016-07-10 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" | Method of producing nanostructured target for producing molybdenum-99 radioisotopes |
| RU2765427C2 (en) * | 2017-02-24 | 2022-01-31 | БВКсТ ИЗОТОП ТЕКНОЛОДЖИ ГРУП, ИНК. | Irradiation targets for producing radioisotopes |
| US11363709B2 (en) | 2017-02-24 | 2022-06-14 | BWXT Isotope Technology Group, Inc. | Irradiation targets for the production of radioisotopes |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| JP6279656B2 (en) | Method and apparatus for producing radioisotopes | |
| CN110853792B (en) | Method and apparatus for producing medical isotopes based on high power electron accelerators | |
| JP5522566B2 (en) | Radioisotope production method and apparatus | |
| RU2200997C2 (en) | Method for producing molybdenum radioisotope | |
| US20150380119A1 (en) | Method and apparatus for synthesizing radioactive technetium-99m-containing substance | |
| RU2003191C1 (en) | Method of transmutation of isotopes | |
| JP7398804B2 (en) | Method of producing actinium-225 | |
| KR101460690B1 (en) | Extracting method of radioactive ９９Ｍｏ from low enriched uranium target | |
| Tárkányi et al. | Cross section measurements of the 131Xe (p, n) reaction for production of the therapeutic radionuclide 131Cs | |
| JP5673916B2 (en) | Radioisotope production method and apparatus | |
| JP5522567B2 (en) | Radioisotope production method and apparatus | |
| JP2010223944A (en) | Method and device for producing radioisotope | |
| KR20180044263A (en) | Yttrium-90 manufacturing system and method | |
| JP2010223940A (en) | Method and device for producing radioisotope | |
| RU2276816C2 (en) | Method for producing strontium-89 radioisotope | |
| RU2181914C1 (en) | Radioisotope production process | |
| Bourganel et al. | Preliminary analysis of the fluole-2 experiment | |
| Ponsard et al. | Production of Radioisotopes and NTD-Silicon in the BR2 Reactor | |
| Rovais et al. | Design and manufacture of krypton gas target for 81Rb production at a 30 MeV cyclotron | |
| Otsuka et al. | Dose dependence of deuterium retention in neutron-irradiated tungsten | |
| O'Brian Jr et al. | LASL medical radioisotope research program: radiochemistry problems and new developments.[Cross sections for proton spallation at 590 and 800 MeV] | |
| Bochvar et al. | ARTIFICIAL RADIOISOTOPES FOR USE IN MEDICAL RADIOGRAPHY | |
| Mahmud et al. | Proton radioactivity of {sup 117} La | |
| Kim et al. | Production of 103 Pd Radioisotope by Using Cyclotron | |
| Zaitseva et al. | Preparing/sup 201/Tl from lead bombarded by protons of energy about 65 MeV |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20160111 |